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熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析被引量：2: 1; 作者朱大欢邓坚 +1 位作者陈彬张丹《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期54-60,共7页; 基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留(IVR)瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外... 展开更多; 关键词 SCDAP/RELAP5程序模块式小型堆严重事故熔融物压力容器内滞留; 在线阅读下载PDF 职称材料

反应堆内熔融物冷却的三维数值模拟研究: 2; 作者薛峰袁明豪 +1 位作者张建陈秋炀《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期1255-1263,共9页; 目前国际上普遍采用堆芯熔融物压力容器内滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果。本文基于日本应用能源研究所开发的核电厂事故分析程序SAMPSON,对其压力容器内熔融物冷却分析(DCA)模块进行改进,增加了熔池内金属和氧化物分层模型,开发了熔... 展开更多; 关键词严重事故 SAMPSON程序熔融物压力容器内滞留两层熔池模型; 在线阅读下载PDF 职称材料

大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究被引量：5: 3; 作者鲍晗金越 +1 位作者刘晓晶杨燕华《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期234-240,共7页; 熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺... 展开更多; 关键词熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却大功率先进压水堆集总参数模型自然对流换热; 在线阅读下载PDF 职称材料

堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后的热物性计算被引量：3: 4; 作者杨培勇王绪伟 +1 位作者张金龙汲水《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第7期1175-1181,共7页; 在压力容器内滞留熔融堆芯的过程中,应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。当堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后,会形成三元或三元以上的熔融混合物。计算多元熔融混合物的热物性是进行牺牲性材料... 展开更多; 关键词轻水反应堆严重事故容器内滞留牺牲性材料热物性; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估被引量：2: 5; 作者谭国成匡波 +4 位作者张中伟倪超任志豪张世顺林继铭《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第3期307-313,共7页; 针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递... 展开更多; 关键词熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却保温层参数优化非能动系统功能可靠性不确定性传递; 在线阅读下载PDF 职称材料

IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的传热计算被引量：1: 6; 作者杨培勇张金龙 +1 位作者汲水裴杰《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第8期1348-1355,共8页; 应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。严重事故发生时,掉落的堆芯熔融物被氧化物牺牲性材料(OSM)稀释,导致熔池结构发生翻转,因此计算翻转后熔融池的传热行为是进行牺牲性材料筛选和评价稀释... 展开更多; 关键词轻水反应堆严重事故容器内滞留牺牲性材料壁面热流密度; 在线阅读下载PDF 职称材料

IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的RPV弹塑性有限元分析: 7; 作者杨培勇何铮 +1 位作者李鹏飞刚直《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1413-1418,共6页; 布置氧化物牺牲性材料(OSM)的熔融堆芯稀释方案是一种较有前途的容器内滞留(IVR)增强技术。布置OSM后,堆芯熔融物的质量和体积增大,且熔池结构发生翻转,氧化物层位于反应堆压力容器(RPV)直筒段,因此分析布置OSM后RPV的结构完整性是评价... 展开更多; 关键词轻水反应堆严重事故容器内滞留牺牲性材料弹塑性有限元分析反应堆压力容器; 在线阅读下载PDF 职称材料

IVR-ERVC椭球形下封头CHF及影响因素的实验研究: 8; 作者贺一海王刚 +2 位作者匡波罗跃建武小莉《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第11期2465-2473,共9页; 为得到通过压力容器外部冷却实现熔融物堆内滞留(IVR-ERVC)条件下椭圆形压力容器下封头外壁临界热流密度(CHF)量值及其分布,本文采用全高度一维ERVC实验回路装置,以椭圆弧形厚壁加热铜块模拟压力容器下封头,在自然循环条件下对不同角度... 展开更多; 关键词通过压力容器外部冷却实现熔融物堆内滞留椭球形下封头临界热流密度影响因素; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析被引量：2: 1; 作者朱大欢邓坚陈彬张丹; 机构中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期54-60,共7页; 文摘基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留(IVR)瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外部冷却实施IVR策略的瞬态传热特性可分为熔融物注入之初的激烈传热阶段和熔融物硬壳形成之后的准稳态传热阶段。模块式小型堆的IVR瞬态分析表明,瞬态过程中的热流密度峰值不会达到临界热流密度,最终形成的稳定熔融池传热具有很大的安全裕量。研究同时发现SCDAP/RELAP5程序用于IVR分析时在模型上存在一定的不足。; 关键词 SCDAP/RELAP5程序模块式小型堆严重事故熔融物压力容器内滞留; Keywords SCDAP/RELAP5code small module reactor severe accident core melt in-vessel retention; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名反应堆内熔融物冷却的三维数值模拟研究: 2; 作者薛峰袁明豪张建陈秋炀; 机构苏州热工研究院有限公司核安全与运行技术中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期1255-1263,共9页; 文摘目前国际上普遍采用堆芯熔融物压力容器内滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果。本文基于日本应用能源研究所开发的核电厂事故分析程序SAMPSON,对其压力容器内熔融物冷却分析(DCA)模块进行改进,增加了熔池内金属和氧化物分层模型,开发了熔融物三维直角坐标网格与压力容器三维曲面坐标的交界面几何参数前处理程序,改进了压力容器外冷却的传热关系式。通过AP1000核电机组严重事故下的IVR对改进后的程序进行分析验证,并与实验结果进行对比。结果表明,改进后的SAMPSON程序可对核电厂严重事故下下封头内的熔融物冷却滞留开展有效的模拟分析。; 关键词严重事故 SAMPSON程序熔融物压力容器内滞留两层熔池模型; Keywords severe accident SAMPSON program in-vessel retention two-layer molten pool model; 分类号 TL334 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究被引量：5: 3; 作者鲍晗金越刘晓晶杨燕华; 机构上海交通大学核科学与工程学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期234-240,共7页; 文摘熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺寸增加会导致熔池自然对流换热中的瑞利数Ra′增大。通过使用集总参数分析程序,对比研究熔池氧化层各换热模型的适用范围,计算大功率先进压水堆高瑞利数条件下稳态熔池的自然对流换热,模拟两层稳态熔池模型中压力容器外壁面的热流密度分布,对其进行选定严重事故序列下的IVR-ERVC有效性评价,并对堆内构件设计提出建议。; 关键词熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却大功率先进压水堆集总参数模型自然对流换热; Keywords IVR-ERVC advanced large size PWR lumped parameter model natural convection heat transfer; 分类号 TL334 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后的热物性计算被引量：3: 4; 作者杨培勇王绪伟张金龙汲水; 机构国家核电技术有限公司北京研发中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第7期1175-1181,共7页; 基金国家重大科技专项经费资助项目(2011ZX06004-008); 文摘在压力容器内滞留熔融堆芯的过程中,应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。当堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后,会形成三元或三元以上的熔融混合物。计算多元熔融混合物的热物性是进行牺牲性材料筛选、传热计算和评价稀释方案可行性的重要前提。本文比较了Fe3O4、TiO2和Al2O33种候选氧化物牺牲性材料(OSM)的基本物性,并计算了熔融三元UO2-ZrO2-OSM混合物的密度、比热容、热导率和黏度。研究发现,为保证熔融结构发生翻转,需布置的Fe3O4材料的质量较大,而TiO2和Al2O3材料的质量较小。混合物的比热容和热导率随着OSM添加量的增加而增大,而黏度随OSM添加量的增加而减小。混合物熔点Tc越小,在相同温度下混合物的黏性也越小。; 关键词轻水反应堆严重事故容器内滞留牺牲性材料热物性; Keywords light water reactor severe accident in-vessel retention sacrificial material thermophysical property; 分类号 TL328 [核科学技术—核技术及应用] TB303 [一般工业技术—材料科学与工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估被引量：2: 5; 作者谭国成匡波张中伟倪超任志豪张世顺林继铭; 机构上海交通大学核科学与工程学院中科华核电技术研究院有限公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第3期307-313,共7页; 文摘针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递计算。根据计算结果,进行参数对ERVC功能及行为的敏感性分析;基于提出的ERVC相关功能可靠性准则与统计分析,进行CPR1000一类非能动ERVC保温层设计参数名义值的初步选取。进一步在确定保温层结构参数基础上,进行ERVC功能可靠性分析,为CPR1000概率安全评价提供ERVC系统可靠性估计。; 关键词熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却保温层参数优化非能动系统功能可靠性不确定性传递; Keywords in-vessel retention by external reactor vessel cooling parameters of reactor vessel insulation optimization passive system functional reliability uncertainty propagation; 分类号 TL364 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的传热计算被引量：1: 6; 作者杨培勇张金龙汲水裴杰; 机构国家核电技术有限公司北京研发中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第8期1348-1355,共8页; 基金国家重大科技专项经费资助项目(2011ZX06004-008); 文摘应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。严重事故发生时,掉落的堆芯熔融物被氧化物牺牲性材料(OSM)稀释,导致熔池结构发生翻转,因此计算翻转后熔融池的传热行为是进行牺牲性材料筛选和评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文计算了容器内滞留(IVR)中熔融堆芯被Fe3O4、TiO2和Al2O33种候选OSM稀释后压力容器壁面的热流密度分布。研究发现,布置OSM后,上腔室结构在强烈热辐射的作用下会熔化掉落。随着OSM布置量的增大,压力容器壁面最大热流密度减小,当布置15m3的OSM时,压力容器伸长约2m,此时壁面最大热流密度较未布置时减小约45%,且当布置相同体积的OSM时,Fe3O4导致的壁面最大热流密度减小最多。此外,UO2-ZrO2-OSM三元混合物的熔点高低会对氧化物层表面是否结壳产生影响,从而影响壁面最大热流密度。; 关键词轻水反应堆严重事故容器内滞留牺牲性材料壁面热流密度; Keywords light water reactor severe accident in-vessel retention sacrificial materi- al wall heat flux; 分类号 TL328 [核科学技术—核技术及应用] TB303 [一般工业技术—材料科学与工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的RPV弹塑性有限元分析: 7; 作者杨培勇何铮李鹏飞刚直; 机构国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司国家电投集团科学技术研究院有限公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1413-1418,共6页; 基金国家科技重大专项资助项目(2012ZX06004-012); 文摘布置氧化物牺牲性材料(OSM)的熔融堆芯稀释方案是一种较有前途的容器内滞留(IVR)增强技术。布置OSM后,堆芯熔融物的质量和体积增大,且熔池结构发生翻转,氧化物层位于反应堆压力容器(RPV)直筒段,因此分析布置OSM后RPV的结构完整性是评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文分别对未布置OSM(传统IVR)和布置OSM后的RPV进行弹塑性分析。研究发现,RPV结构不连续区域是结构中最薄弱的位置,未布置OSM时,结构不连续部位进入极限承载状态,但此处外壁面的最大纵向主应变较小(约3.9%),RPV不会发生塑性撕裂失效;布置OSM后,RPV的结构承载能力显著增强,在远离结构不连续区域的部位,壁面非屈服区厚度增大,即使在结构不连续部位,壁面也未进入极限承载状态,且也不会发生塑性撕裂失效。; 关键词轻水反应堆严重事故容器内滞留牺牲性材料弹塑性有限元分析反应堆压力容器; Keywords light water reactor severe accident in-vessel retention sacrificial material elastic-plastic finite element analysis reactor pressure vessel; 分类号 TL351.6 [核科学技术—核技术及应用] TL383 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名IVR-ERVC椭球形下封头CHF及影响因素的实验研究: 8; 作者贺一海王刚匡波罗跃建武小莉; 机构上海交通大学核科学与工程学院中国核动力研究设计院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第11期2465-2473,共9页; 文摘为得到通过压力容器外部冷却实现熔融物堆内滞留(IVR-ERVC)条件下椭圆形压力容器下封头外壁临界热流密度(CHF)量值及其分布,本文采用全高度一维ERVC实验回路装置,以椭圆弧形厚壁加热铜块模拟压力容器下封头,在自然循环条件下对不同角度位置处的CHF量值进行实验研究。同时开展可视化实验,通过高速摄影获取CHF发生时近壁面处两相分布及变化的图像,结合观测结果得到了朝下加热曲面上CHF触发典型机理的初步证据,即加热壁面附近液膜蒸干使热量难以有效导出,导致壁面温度快速升高。进一步地,实验研究了入口过冷度、淹没液位、阻力与自然循环流量,以及ERVC流道间距对CHF限值的影响。实验结果表明:在不同条件下,CHF均随加热壁倾角的增加而增大;入口过冷度增加能较明显提高CHF;热壁上的CHF随液位提高略增大;而在一定范围内,通过阀门调节而改变自然循环阻力特性与流量,对CHF的影响相当有限。此外,实验结果表明,流道间距变化对CHF影响较复杂,间距与两相边界层厚度的相对大小以及流道外侧壁对气相的流线型约束状况对CHF量值与分布都有影响。; 关键词通过压力容器外部冷却实现熔融物堆内滞留椭球形下封头临界热流密度影响因素; Keywords in vessel retention through external reactor vessel cooling elliptic-shaped lower head critical heat flux influencing factor; 分类号 TL364 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析	朱大欢邓坚陈彬张丹	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	2	在线阅读下载PDF 职称材料
2	反应堆内熔融物冷却的三维数值模拟研究	薛峰袁明豪张建陈秋炀	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2019	0	在线阅读下载PDF 职称材料
3	大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究	鲍晗金越刘晓晶杨燕华	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2014	5	在线阅读下载PDF 职称材料
4	堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后的热物性计算	杨培勇王绪伟张金龙汲水	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2013	3	在线阅读下载PDF 职称材料
5	基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估	谭国成匡波张中伟倪超任志豪张世顺林继铭	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2011	2	在线阅读下载PDF 职称材料
6	IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的传热计算	杨培勇张金龙汲水裴杰	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2013	1	在线阅读下载PDF 职称材料
7	IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的RPV弹塑性有限元分析	杨培勇何铮李鹏飞刚直	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2017	0	在线阅读下载PDF 职称材料
8	IVR-ERVC椭球形下封头CHF及影响因素的实验研究	贺一海王刚匡波罗跃建武小莉	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2022	0	在线阅读下载PDF 职称材料